RU2083009C1 - Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов - Google Patents
Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2083009C1 RU2083009C1 RU93032744A RU93032744A RU2083009C1 RU 2083009 C1 RU2083009 C1 RU 2083009C1 RU 93032744 A RU93032744 A RU 93032744A RU 93032744 A RU93032744 A RU 93032744A RU 2083009 C1 RU2083009 C1 RU 2083009C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclides
- liquid radioactive
- radioactive waste
- liquid
- radioactive wastes
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Separation Of Suspended Particles By Flocculating Agents (AREA)
Abstract
Использование: обработка жидких радиоактивных отходов, а именно очистка низкоактивных жидких отходов, содержащих органические примеси, от радионуклидов. Сущность изобретения: способ очистки включает озонирование органических соединений, фильтрование и двухступенчатый ионный обмен. Озонирование проводят при рН 7,0 - 8,0 до изменения рН на 0,2 - 0,6 единиц. В этих условиях достигается необходимая степень окисления органических соединений, при которой продукты окисления эффективно отделяются от жидкой фазы. После озонирования раствор подвергают фильтрованию через цеолит, в частности клиноптилолит, а затем проводят двухступенчатый ионный обмен на синтетических смолах. Достигаемый технический результат: высокий коэффициент очистки жидких радиоактивных отходов, уменьшение количества радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области обработки жидких радиоактивных отходов и может найти применение на объектах атомной промышленности и энергетики для очистки низкоактивных жидких отходов от радионуклидов.
В атомной энергетике известен способ обработки жидких радиоактивных отходов путем их озонирования с целью разрушения поверхностно-активных веществ, упаривания и ионообменной очистки на катионите КУ-2 (Лапицкая О.В. и др. разрушение озонированием ПАВ в жидких радиоактивных отходах атомных электростанций. Отчет ПО Радиевый институт, Санкт-Петербург, инв. N 60606 Атомтеплоэнергопрома, 1985). Недостатками этого способа являются значительные энергозатраты и низкая степень очистки от радионуклидов, находящихся в анионной форме.
Широко применимым в атомной промышленности и наиболее близким техническим решением является способ обработки низкоактивных жидких отходов, заключающийся в последовательном проведении процессов коагуляции взвесей путем добавки коагулянта, фильтрования через антрацит и ионного обмена в две ступени по схеме: катионит-аонит-катионит-анионит (Переработка жидких нетехнологических отходов предприятия. Технологический регламент Горно-химический комбинат, г. Красноярск, инв. Т 25-2257, 1993).
Известный способ имеет следующие недостатки: низкий коэффициент очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и образование в процессе коагуляции взвесей значительного количества радиоактивных гидроокисных пульп, требующих отдельной переработки.
Технической задачей предложенного способа является увеличение коэффициента очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и сокращение количества радиоактивных осадков, образующихся в процессе переработки отходов.
Поставленная задача решается так, что в известном способе очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов, включающем фильтрование и двухступенчатый ионный обмен, сначала жидкие радиоактивные отходы озонируют при рН 7,0 8,0 до изменения рН на 0,2 0,6 единицы, после чего проводят их фильтрование через цеолит, причем в качестве цеолита используют клиноптилолит. При этом органические примеси (поверхностно-активные вещества, жиры, масла, экстрагенты и так далее), присутствующие в жидких радиоактивных отходах и отрицательно влияющие на ионообменные смолы, подвергаются озонолизу и окислению, образуя в отходах продукты озонолиза и окисления, которые затем удерживаются при фильтровании через цеолит.
Сопоставительный анализ заявляемого решения с прототипом показывает, что заявляемый способ очистки жидких радиоактивных отходов отличается от известного тем, что процесс коагуляции взвесей с применением коагулянта исключают и заменяют озонированием отходов, а в качестве фильтрующего материала используют цеолит. Таким образом, заявляемый способ очистки жидких радиоактивных отходов соответствует критерию "новизна".
Озонирование жидких радиоактивных отходов рН менее 7,0, а также более 8,0 и изменении рН менее, чем на 0,2 или более 0,6 единицы приводит к глубокому озонолизу и окислению органических примесей в жидких радиоактивных отходах с образованием хорошо диссоциирующихся, преимущественно карбоновых кислот, которые образуют с радионуклидами комплексные соединения, не участвующие в реакциях сорбции и ионообмена. Влияние предписываемой этим изобретением взаимосвязи параметров озонирования (при рН 7,0 8,0 до изменения величины рН на 0,2 0,6 единицы) и выбранного фильтрующего материала (клиноптилолита) на достижение технического результата из известного авторам уровня техники не выявлено, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого технического решения критерию "изобретательский уровень".
Совокупность существенных признаков, характеризующих сущность изобретения, в принципе, может быть многократно использована в атомной промышленности и энергетике с достижением поставленной цели, что соответствует критерию "промышленная применимость".
Предлагаемый способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов реализован в лабораторных условиях следующим образом.
В опытах использовались жидкие радиоактивные отходы в виде низкоактивных технологических растворов радиохимического производства, следующих параметров:
Объемная активность 20 500 кБк/л
Солесодержание 150 -250 мг/л
рН 7,0 8,2
Объемная активность жидких радиоактивных отходов обусловлена радионуклидами в следующем соотношении,
Натрий-24 До 60
Цезий-137 4 6
Хром-51 20 -30
Кобальт-58, -60 10
Рутений-103, -106 0,1 5
Цирконий-95 0,1 5
Ниобий-95 0,1 5
Цинк-65 0,1 5
Марганец-54 0,1 5
Фосфор-32 0,1 5
Стронций-95 0,1 5
В качестве цеолита использован клиноптилолит месторождения Пашенка Красноярского края с размером частиц от 1 мм до 5 мм.
Объемная активность 20 500 кБк/л
Солесодержание 150 -250 мг/л
рН 7,0 8,2
Объемная активность жидких радиоактивных отходов обусловлена радионуклидами в следующем соотношении,
Натрий-24 До 60
Цезий-137 4 6
Хром-51 20 -30
Кобальт-58, -60 10
Рутений-103, -106 0,1 5
Цирконий-95 0,1 5
Ниобий-95 0,1 5
Цинк-65 0,1 5
Марганец-54 0,1 5
Фосфор-32 0,1 5
Стронций-95 0,1 5
В качестве цеолита использован клиноптилолит месторождения Пашенка Красноярского края с размером частиц от 1 мм до 5 мм.
В качестве ионоообменных смол использованы катионит КУ-2 (ГОСТ 20298-74) и анионит АМ (ГОСТ 95291-86).
Для регенерации клиноптилолита и катионита КУ-2 использовали раствор азотной кислоты (ОСТ 113-03-270-90) концентрацией 100±20 г/л, а для регенерации анионита АМ использовали раствор гидроксида натрия (ОСТ 11078-78) с концентрацией 45±5 г/л.
Ионообменные смолы переводили в режим регенерации после обработки жидких радиоактивных отходов при достижении объемной активности 1,5 кБк/л.
В опытах по прототипу использовали в качестве коагулянта раствор сульфата железа (II) из расчета 50 мл/л жидких радиоактивных отходов.
Озонирование жидких радиоактивных отходов осуществляли озоновоздушной смесью с концентрацией озона 10 15 мг/л и расходом 3 м3/(м2/час), которую получали на лабораторном озонаторе марки "Озон-2М".
Объемную активность измеряли на установке ПП-15А со счетчиком СБТ-13, гамма-спектральные измерения проводили на анализаторе типа АМ-А-03F4 с детектором ДГ ДК-50Б. Измерения рН раствора осуществляли на иономере ЭВ-74, а солесодержание на солемере МК-563М.
Процессы фильтрования по известному и заявляемому способам проводили в стеклянных колонках диаметром 10 мм и высотой 500 мм, причем объем загрузки каждого фильтрующего материала составлял 25 мл. Процессы коагуляции и озонирования в заданных значениях рН проводились в стеклянных бутылях емкостью 10 л. По заявляемому способу после озонирования жидкие радиоактивные отходы фильтровали последовательно через клиноптилолит, затем через катионит КУ-2, анионит АМ, катионит КУ-2 и анионит АМ.
Эффективность обработки жидких радиоактивных отходов оценивали по коэффициенту очистки от радионуклидов в одном фильтроцикле, который представляет собой среднеарифметическое значение коэффициентов очистки через каждые 100 колоночных объема переработанного раствора, представляющих собой отношение объемной активности исходного к объемной активности раствора после его обработки.
Дополнительно эффективность способов оценивали по объему перерабатываемого раствора в одном фильтроцикле, выраженному в колоночных объемах.
Результаты выполнения примеров по очистке жидких радиоактивных отходов от радионуклидов сведены в таблицу.
Результаты опытов, представленные в таблице показывают, что по предлагаемому способу очистки жидких радиоактивных отходов средний коэффициент очистки за фильтроцикл увеличился в 2 6 раз, а производительность по объему перерабатываемого раствора в одном фильтроцикле увеличилась в 2 2,5 раза по сравнению с прототипом. Результаты опытов 6 и 7 свидетельствуют о том, что за пределами значений рН, обозначенных в формуле изобретения, эффективностью обработки отходов по прототипу.
Увеличение производительности в заявляемом способе позволяет сократить количество циклов регенерации ионообменных смол, то есть сократить количество собственных радиоактивных отходов технологии в виде регенерирующих растворов.
Данные лабораторных опытов подтверждаются результатами промышленно-стендовых испытаний, проведенных на Горно-химическом комбинате г. Красноярска-26, что дает основание для проведения промышленных испытаний и внедрения предлагаемого способа очистки в промышленность.
Процессы озонирования в выявленных параметрах и последующее фильтрование жидких радиоактивных отходов через цеолит-клиноптилолит позволяет уменьшить количество радиоактивных гидроокисных пульп, остекловывание и т.п.) и сократить объем собственных радиоактивных отходов в виде регенерирующих растворов.
Claims (2)
1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов, включающий фильтрование и двухступенчатый ионный обмен, отличающийся тем, что сначала жидкие радиоактивные отходы озонируют при рН 7 8 до изменения рН на 0,2 0,6 единиц, после чего проводят их фильтрование через цеолит.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве цеолита используют клиноптилолит.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93032744A RU2083009C1 (ru) | 1993-06-23 | 1993-06-23 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93032744A RU2083009C1 (ru) | 1993-06-23 | 1993-06-23 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93032744A RU93032744A (ru) | 1995-09-20 |
RU2083009C1 true RU2083009C1 (ru) | 1997-06-27 |
Family
ID=20143820
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU93032744A RU2083009C1 (ru) | 1993-06-23 | 1993-06-23 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2083009C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2465666C2 (ru) * | 2010-12-29 | 2012-10-27 | Александр Гаврилович Басиев | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
RU2541357C2 (ru) * | 2010-10-15 | 2015-02-10 | Диверсифайд Текнолоджиз Сервисез, Инк | Система очистки концентрата |
-
1993
- 1993-06-23 RU RU93032744A patent/RU2083009C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Заявка Японии N 608759, кл. G 21 F 9/06, 1985. 2. Заявка Японии N 60-51680, кл. G 21 F 9/06, 1985. 3. Егоров Е.В. и др. Ионный обмен в радиохимии. - М.: Атомиздат, 1971, с. 245 - 254. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2541357C2 (ru) * | 2010-10-15 | 2015-02-10 | Диверсифайд Текнолоджиз Сервисез, Инк | Система очистки концентрата |
RU2465666C2 (ru) * | 2010-12-29 | 2012-10-27 | Александр Гаврилович Басиев | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP1062668B1 (de) | Adsorptionsmittel für radionuklide | |
EP0575612B1 (en) | Method for obtaining composite sorbents | |
US4045553A (en) | Method of treating silver impregnated activated carbon | |
Singh et al. | Removal of ammonia from coke‐plant wastewater by using synthetic zeolite | |
RU2083009C1 (ru) | Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов | |
SU468446A3 (ru) | Способ дезактивации радиоактивных жидкостей | |
JP3183354B2 (ja) | タンニン系吸着剤による重金属類の吸着分離方法及び該吸着剤の再生方法 | |
JPS5815193B2 (ja) | ホウ素含有水の処理方法 | |
Kumar et al. | Adsorptive and kinetic studies of resin for removal of Cs+ and Sr2+ from aqueous solution | |
JPS60161598A (ja) | 放射性ルテニウムを含む放射性廃液の処理方法 | |
JPS6119958B2 (ru) | ||
US4725360A (en) | Working up wastewaters containing hydroxylamine or its salts | |
JP3727212B2 (ja) | ホウ素を含む排水の処理装置及び処理方法 | |
Kawamura et al. | Using copper hexacyanoferrate (II) impregnated zeolite for cesium removal from radioactive liquid waste | |
CN1169731C (zh) | Y型分子筛交换洗涤水循环利用方法 | |
RU2550343C1 (ru) | Способ извлечения радионуклидов и микроэлементов | |
CN1251973C (zh) | 离子交换吸附处理生产dsd酸过程中的还原废水的方法 | |
Sharma et al. | The Classification, Characterization, and Application of Ion Exchange Resins: A General Survey | |
RU2560837C2 (ru) | Способ очистки жидких радиоактивных отходов | |
RU2090944C1 (ru) | Способ очистки от радионуклидов воды высокого уровня активности | |
RU2095316C1 (ru) | Способ водоподготовки для гидрометаллургического выщелачивания руд и питьевого водоснабжения | |
RU2007211C1 (ru) | Способ получения композиционного сорбента - хж-90 | |
RU2072326C1 (ru) | Способ обессоливания воды | |
BG113401A (bg) | Метод за пречистване на вода и инсталация за неговото осъществяване | |
RU2102803C1 (ru) | Способ очистки растворов от радионуклидов |